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宇田川 誠; 勝山 仁哉; 鬼沢 邦雄
Proceedings of 2010 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2010) (CD-ROM), 9 Pages, 2010/07
加圧水型及び沸騰水型原子炉における異材溶接部にはNi基合金が使用されており、このようなNi基合金溶接部において、1次冷却水応力腐食割れ(PWSCC)やNi基合金応力腐食割れ(NiSCC)が数多く発生している。PWSCC/NiSCCの発生及び進展の要因の一つとして、機器を製作する際に生じる溶接残留応力と、運転時の高温・高圧より生じる運転応力が挙げられる。また、PWSCC/NiSCCの発生形態は多様であり、円筒構造物の軸/周/半径方向・内/外表面、さらにはNi基合金母材のほか溶接金属にも発生する。本研究では、このような特徴を有するPWSCC/NiSCCを対象に、構造健全性に影響を及ぼす各種因子の不確かさを考慮して評価するため、確率論的破壊力学(PFM)解析コードPASCAL-NPを開発した。このPASCAL-NP及び溶接残留応力解析結果を用いて、Ni基合金母材及び溶接金属に発生したPWSCCにより漏洩に至った事例の解析を行った。き裂進展速度のばらつきがき裂貫通挙動に及ぼす影響を、決定論的解析結果との比較を通して定量的に評価した。
山口 義仁; 勝山 仁哉; 鬼沢 邦雄; 杉野 英治*; Li, Y.*
Proceedings of 2010 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/07
2007年に起きた新潟県中越沖地震では、耐震設計時に想定する地震動を越える大きさの地震動が観測された。耐震設計指針の改定と合わせて、原子炉機器の耐震安全性に関して、過大な荷重のき裂進展への影響評価が重要である。一般に疲労き裂進展速度は応力拡大係数範囲(
K)を用いてParis則により評価される。しかし、Kは小規模降伏条件を超える場合に適用できないため、異なる評価方法が必要となる。本研究では、オーステナイト系ステンレス鋼SUS316と炭素鋼STS410を用いて、過大荷重負荷後のき裂進展挙動の評価を行った。実験データの解釈には、Kに代わりJ積分値範囲(J)を用いた。また、過大荷重によるき裂進展速度の遅延効果について、Kに基づくWheelerモデルに対して、実験から得られた遅延効果を評価するためJを適用したモデルを提案した。本提案モデルにより、小規模降伏条件を超えるような過大荷重負荷後におけるき裂進展挙動を予測可能であることを示した。
西 宏; 榎枝 幹男; 廣瀬 貴規; 鶴 大悟; 谷川 尚
Proceedings of 2010 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/07
ITERブランケットの第一壁は、プラズマ性能の向上と熱応力の緩和のためベリリウムアーマタイルにCuCrZr熱シンク材を接合し、さらにステンレス基板に接合される。したがって、第一壁では異材接合継手の使用が不可欠であり、プラズマからの熱応力や電磁力を受けるため接合継手の強度や熱疲労寿命の評価が必要になる。異材接合継手に外力や熱負荷が加わると接合部の接合端では材料の変形特性が異なるため、接合応力は特異となり接合継手の強度が低下する可能性がある。そのため本研究では、炉内機器で使用予定の材料組合せや継手形状について、応力特異性を評価するとともにそれらの破壊挙動を理解するために引張り試験と弾-塑性有限要素解析を行った。
望月 正人*; 森 裕章*; 勝山 仁哉
Proceedings of 2010 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/07
低炭素オーステナイト系ステンレス鋼溶接部に対する表面加工により生じる残留応力と加工硬化が粒界応力腐食割れ(IGSCC)挙動に及ぼす影響を明らかにするため、配管突合せ溶接部の三次元熱弾塑性解析を行うとともに、定歪速度引張試験による粒界すべり挙動に関する試験を行った。表面加工を模擬した熱弾塑性解析により、残留応力分布と硬さ分布を求め、その引張残留応力をもとに定歪速度引張試験を行い、561Kで粒界すべりが起きることを明らかにした。また、溶体化処理後と冷間加工後の試験片における粒界すべり量の比較から、冷間加工材の方が低歪条件で粒界すべりを起すとともに、そのすべり量は歪の増加にしたがい増加することを見いだした。さらに、粒界すべり量が増えるとともに、粒界エネルギーも増加していることを明らかにした。以上の結果から、SUS316L鋼溶接部における表面加工硬化部のIGSCCの進展の原因は、多層溶接と表面加工で生じる残留応力により粒界すべりが促進され、粒界エネルギーが増加することによると結論付けられる。
廣瀬 貴規; 谷川 博康; 榎枝 幹男
Proceedings of 2010 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2010) (CD-ROM), p.263 - 266, 2010/07
低放射化フェライト鋼は、通常厚肉部材として使用される市販の9Cr系耐熱鋼の類似鋼であるが、水冷式固体増殖方式増殖ブランケットでは薄肉構造として使用され、その製作工程では、熱間等方圧加圧法(HIP法)やファイバー・レーザー溶接のような新しい技術が必要である。本研究では、これらの技術を利用し、低放射化フェライト鋼製の実規模部品の試作及び試作品の性能試験を行い、非照射環境で試作品がブランケットの運転条件の元で健全であることを確認した。HIP法で製作した第一壁構造体は、熱負荷試験により接合欠陥に起因するホットスポットがないことを確認し除熱特性の健全性を評価できた。しかし、HIP接合で導入され得る面欠陥は既存の非破壊検査技術では検出が極めて困難であるが、接合部の破壊靱性を大幅に低下させることが知られている。したがって、この面欠陥を非破壊で検出する検査手法の開発が必要であるといえる。
中曽根 祐司*; 佐藤 和義; 高橋 由紀夫*
Proceedings of 2010 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2010) (CD-ROM), 5 Pages, 2010/07
本講演は、日本機械学会より2008年に発行された「核融合設備規格超伝導マグネット構造規格」の内容及び2010年6月に発行予定の英訳版の準備状況について報告するものである。同規格は、ITER計画において日本が調達する超伝導マグネット(トロイダル磁場コイル)の材料,設計,製作・据付け,非破壊検査,耐圧・漏洩試験について定めたものである。また、講演では、同規格の上記コイルの設計への適用状況を報告するとともに、コイルの製作に関連する研究開発の現状、特に溶接部の機械強度について最新の試験結果を報告する。
木村 暢之; 小林 順; 上出 英樹
Proceedings of 2010 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2010) (CD-ROM), 9 Pages, 2010/07
ナトリウム冷却高速炉の炉心出口近傍では、燃料集合体出口からの高温流体と制御棒チャンネルからの低温流体が混合することにより温度変動が発生する。その温度変動は正弦波形ではなく、非周期のスパイク状波形である。そこで、このような温度変動に対する高サイクル熱疲労評価手法を検討した。その結果、温度変動のピーク-ピーク幅、及びその時間差と構造材の周波数応答関数を用いることで構造材の疲労損傷を評価できることを明らかにした。
安藤 勝訓; 廣瀬 悠一*; 伊達 新吾*; 渡邊 壮太*; 江沼 康弘*; 川崎 信史
Proceedings of 2010 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2010) (CD-ROM), 11 Pages, 2010/07
高温における構造物のひずみ範囲予測法の妥当性を検証するため、切り欠き試験片による低サイクル疲労試験を実施した。試験はJSFRの冷却系機器・配管材として採用される予定の改良9Cr-1Mo鋼により実施し、疲労試験中のき裂の発生及び進展状況を観察した。この試験結果と有限要素法解析に基づくひずみ範囲予測法であるSRL法,弾性追従による予測法,ノイバー則による予測法及び既往の高温構造設計方針における評価法を比較し、その適用性等について述べる。
若井 隆純; 永江 勇二; 鬼澤 高志; 小原 智史; Xu, Y.*; 大谷 知未*; 伊達 新吾*; 浅山 泰
Proceedings of 2010 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2010) (CD-ROM), 9 Pages, 2010/07
This paper describes a proposal of provisional allowable stress for the welded joints made of modified 9Cr-1Mo steel applicable to the structural design of Japanese Sodium Cooled Fast Reactor (JSFR). In the welded joints of ferritic heat resistant steels including modified 9Cr-1Mo steel, creep strength may obviously degrade especially in long-term region. This phenomenon is known as "Type-IV" damage. Though obvious strength degradation has not observed at 550
C yet for the welded joint made of modified 9Cr-1Mo steel, it is proper to suppose strength degradation must take place in very long-term creep. Therefore, taking strength degradation due to "Type-IV" damage into account, the allowable stress applicable to JSFR pipe design was proposed based on creep rupture test data obtained in temperature acceleration conditions. Available creep rupture test data were analyzed by region partition method. For conservativeness, allowable stress was proposed provisionally considering design factor for each region. Present design of JSFR hot leg pipe of primary circuit was evaluated using the proposed allowable stress. As a result, it was successfully demonstrated that the compact pipe design was assured.
若井 隆純; 町田 秀夫*; 江沼 康弘*; 浅山 泰
Proceedings of 2010 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2010) (CD-ROM), 6 Pages, 2010/07
This paper describes the premise for the standardization of Leak Before Break (LBB) assessment procedure applicable to Japanese Sodium cooled Fast Reactor (JSFR) pipes made of modified 9Cr-1Mo steel. For the early commercialization of the SFRs, economic competitiveness is one of the most essential requirements. Japan Atomic Energy Agency (JAEA) proposes an attractive plant concept and studies the applicability of some innovative technologies to the plant. One of the most practical means to reduce the construction costs is to diminish the total amount of structural materials. To meet the requirements, modified 9Cr-1Mo steel has attractive characteristics as a main structural material of SFRs, because the steel has both excellent thermal properties and high temperature strength. Employing the steel to the main structural material, remarkable compact plant design can be achieved. Since the ductility and toughness of the steel is relatively inferior to those of conventional austenitic stainless steels, a LBB assessment technique suitable for the pipes made of modified 9Cr-1Mo steel may be required. In addition, since the SFR pipes mainly subjected to displacement controlled thermal loads, it is expected that fast unstable fracture is hard to take place. Taking both material and structural features into account, the premise to establish a precise LBB assessment procedure for SFR pipes must be organized.
若井 隆純; 町田 秀夫*; 荒川 学*; 江沼 康弘*; 浅山 泰
Proceedings of 2010 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2010) (CD-ROM), 7 Pages, 2010/07
For sodium pipes of Japanese Sodium cooled Fast Reactor (JSFR), the continuous leak monitoring will be adopted as an alternative of volume examination of weld joints under conditions of satisfying Leak-Before-Break (LBB). Since sodium pipes of JSFR is used under the conditions that an internal pressure is very low, its thickness is small. Modified 9Cr-1Mo steel has high yield stress and its work hardening is small. In order to evaluate the coolant leak rate from a penetrated crack, crack opening displacement (COD) assessment method is required for LBB assessment of such pipes. However, COD assessment method applicable for JSFR pipes - thin wall and small work hardening material - has not been proposed yet. In this study, COD assessment method applicable to thin wall pipes made of modified 9Cr-1Mo steel was developed. The ratio of a radius (R) to thickness (t) covers 5 to 50, and the work hardening exponent of stress-strain curve expressed by Ramberg-Osgood approximation covers 5 to 25 in the proposed method. COD is classified into three components of elastic, small-scale plastic and large-scale plastic, and is evaluated as the sum of these components. By applying the proposed method, evaluation of COD of the penetrated crack in the JSFR pipes was achieved.
若井 隆純; 町田 秀夫*; 吉田 伸司*; 江沼 康弘*; 浅山 泰
Proceedings of 2010 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2010) (CD-ROM), 10 Pages, 2010/07
For sodium pipes of Japanese Sodium cooled Fast Reactor (JSFR), the continuous leak monitoring will be adopted as an alternative of volume examination of welded joints under conditions of satisfying Leak-Before-Break (LBB). Modified 9Cr-1Mo steel with small thermal expansion and good tolerance to high temperature use is adopted to the sodium pipes, and the simplified pipe design will be achieved. While modified 9Cr-1Mo steel has good tolerance to high temperature use, its fracture toughness is low compared with the austenitic stainless steel used for many former FBR pipes. For this reason, a sophisticated LBB assessment is required for the pipes made of modified 9Cr-1Mo steel. This study was performed for expanding the conditions to satisfy LBB with a detailed evaluation of loading conditions used for a fracture assessment. The rational fracture assessment method, evaluating the loading conditions at a crack part considering change of compliance of the piping system by a crack, was proposed. The loading conditions at a crack part are evaluated by an FEM analysis in which the stiffness of a cracked pipe is modeled (1), and marginal crack size is estimated by the 2 parameter method (2). The stiffness of a crack part is evaluated using the marginal crack size and loading condition (3), and the stiffness of the crack part is reflected into the FEM analysis model (4). The detailed LBB evaluation is achieved by repeating from (1) to (4). It became clear that the conditions to satisfy LBB is remarkably expanded to adopt the proposed method compared with the case using the loading without considering change of compliance by a crack.
高倉 賢一*; 田中 重彰*; 中村 友美*; 茶谷 一宏*; 加治 芳行
Proceedings of 2010 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2010) (CD-ROM), 10 Pages, 2010/07
照射誘起応力腐食割れ(IASCC)は、高経年化軽水炉の炉内構造物の劣化現象のうち、最重要課題の一つである。原子力安全基盤機構(JNES)は、高経年化軽水炉の管理,保全の観点から安全研究開発の一環として、IASCCに関連するプロジェクトを実施しており、本プロジェクトの結果に基づいて、JNESは「BWRの炉内構造物におけるIASCC評価ガイド」を提案した。本論文は、IASCC評価ガイドの背景、特に照射済みステンレス鋼を用いたき裂進展速度試験の結果についてまとめたものである。
